朱麗娜+宋廣懂

摘 要 鈉冷快堆是第四代先進核能系統(tǒng)的首選堆型之一，發(fā)展鈉冷快堆對形成核燃料閉式循環(huán)體系，充分利用鈾資源，并實現(xiàn)核廢物的最小化，保證核裂變能的可持續(xù)發(fā)展具有重大的戰(zhàn)略意義。蒸汽發(fā)生器是快堆的關(guān)鍵設(shè)備，通過自主研發(fā)，掌握快堆蒸汽發(fā)生器的核心技術(shù)，可以為大型商用示范快堆核電站蒸汽發(fā)生器的國產(chǎn)化打下堅實的技術(shù)基礎(chǔ)，對我國快堆乃至核電技術(shù)的發(fā)展有著重要意義。

關(guān)鍵詞 鈉冷快堆；蒸汽發(fā)生器 現(xiàn)狀

中圖分類號：TL35 文獻標識碼：A 文章編號：1671-7597（2014）10-0030-02

鈉冷快堆采用鈉-鈉-水/汽的三回路熱傳輸系統(tǒng)，將一回路冷卻系統(tǒng)的熱量經(jīng)中間熱交換器傳給二回路主冷卻系統(tǒng)，再經(jīng)蒸汽發(fā)生器將熱傳給水/蒸汽系統(tǒng)，這樣的結(jié)構(gòu)能夠防止一回路系統(tǒng)中放射性鈉與蒸汽發(fā)生器中的水相接觸，避免蒸汽發(fā)生器中發(fā)生大面積鈉水反應(yīng)，保障反應(yīng)堆的堆芯安全。然而，二回路系統(tǒng)的設(shè)置，必然需要大量鋪設(shè)管道、鈉閥、額外的換熱設(shè)備-中間熱交換器和二次鈉泵、緩沖罐以及相應(yīng)的鈉凈化、鈉充排等，其直接后果是導(dǎo)致反應(yīng)堆一次性建設(shè)投資費用較高，影響鈉冷快堆電站的經(jīng)濟性能。如果能夠研制一種適用于鈉冷快堆的新型蒸汽發(fā)生器，采用該新型蒸汽發(fā)生器不僅能夠?qū)⒁换芈防鋮s系統(tǒng)的熱量直接傳給水/蒸汽系統(tǒng)，而且能夠避免一回路系統(tǒng)放射性鈉與水直接接觸，防止發(fā)生鈉水反應(yīng)，從而能取消二回路系統(tǒng)的設(shè)置，則可以大幅降低反應(yīng)堆的建設(shè)成本。

1 技術(shù)原理及應(yīng)用方向

1.1 技術(shù)原理

傳統(tǒng)鈉冷快堆的蒸汽發(fā)生器將熱量（一回路冷卻系統(tǒng)的熱量經(jīng)中間熱交換器傳給二回路主冷卻系統(tǒng)）由二回路鈉傳遞給三回路水，使之經(jīng)過預(yù)熱、蒸發(fā)和過熱，為汽輪機提供所需要的合格蒸汽，其傳熱過程圖如1所示。同時，蒸汽發(fā)生器還具有隔離二、三回路的安全功能，蒸汽發(fā)生器的正常運行是保證核電廠安全運行的重要環(huán)節(jié)。由于快堆電站中設(shè)置的二回路冷卻系統(tǒng)，傳統(tǒng)蒸汽發(fā)生器能夠避免一回路系統(tǒng)中放射性鈉與蒸汽發(fā)生器中的水相接觸，但是由于蒸汽發(fā)生器兩側(cè)的介質(zhì)分別為水和鈉，所以仍可能出現(xiàn)納水反應(yīng)，威脅電站的安全。

圖1 傳統(tǒng)蒸汽發(fā)生器傳熱原理圖

鈉冷快堆新型蒸汽發(fā)生器主要是針對傳統(tǒng)快堆蒸汽發(fā)生器易出現(xiàn)鈉水反應(yīng)以及需要設(shè)置二回路冷卻系統(tǒng)的弊端而提出的，其傳熱過程圖如2所示。

新型蒸汽發(fā)生器在殼內(nèi)布置了兩路換熱管，其中一路換熱管將一回路冷卻系統(tǒng)的熱量傳遞給中間流體，而另一路將中間流體的熱量傳遞給水，實現(xiàn)水的蒸發(fā)和過熱。通常情況下，殼內(nèi)的中間流體可以選擇與鈉和水有著穩(wěn)定的化學(xué)性能的介質(zhì)，例如鉛鉍合金。中間流體可以由布置在蒸汽發(fā)生器內(nèi)部的泵來驅(qū)動，以提高其換熱性能。新型蒸汽發(fā)生器取消了二回路，實現(xiàn)了中間熱交換器和傳統(tǒng)蒸汽發(fā)生器的作用，并采用中間流體隔離了鈉和水的接觸，避免了鈉水反應(yīng)的發(fā)生。

圖2 新型蒸汽發(fā)生器傳熱原理圖

1.2 應(yīng)用方向

研究用于快堆電站的新型蒸汽發(fā)生器，使其能夠代替快堆電站中二回路冷卻系統(tǒng)的作用，防止放射性鈉與水的接觸，降低鈉水反應(yīng)的可能性，節(jié)約快堆電站的建造成本，為商業(yè)快堆電站的建立奠定基礎(chǔ)。

2 國內(nèi)外發(fā)展現(xiàn)狀

為降低未來快堆的造價，國際上很多發(fā)展快堆的國家開展了取消二回路可能性的研究。在早期的研究中，一般采用雙壁換熱管的蒸汽發(fā)生器方案，如美國潛艇用中子反應(yīng)堆SIR、實驗鈉堆SRE和英國的唐瑞DFR等。在上述反應(yīng)堆中，取消了二回路的設(shè)置，蒸汽發(fā)生器采用較為成熟的奧氏體不銹鋼雙壁換熱管結(jié)構(gòu)，換熱管間的環(huán)隙采用第三種流體。但大量的研究表明，上述方案中由于換熱管雙壁之間縱向熱膨脹不一致，蒸汽發(fā)生器運行可靠性較低。

隨著快堆技術(shù)的發(fā)展及大型換熱設(shè)備設(shè)計、制造水平的提高，近年來很多國家針對上述問題提出了很多新的解決方案，2011年12月，國際原子能機構(gòu)IAEA專門召開了針對快堆用新型中間熱交換器和蒸汽發(fā)生器的技術(shù)會議，就快堆用中間熱交換器和蒸汽發(fā)生器最先進概念進行深入的信息交流和討論。其中，一種整合中間熱交換器和蒸汽發(fā)生器或鈉泵的新型蒸汽發(fā)生器方案得到了較多的關(guān)注。

整合中間熱交換器和蒸汽發(fā)生器或鈉泵的新型蒸汽發(fā)生器方案首先由日本于1987年提出，該新型方案將快堆的二回路設(shè)置于充滿中間熱量傳遞介質(zhì)的容器中，容器中一回路管線中的熱態(tài)鈉和三回路管線中冷態(tài)的水/汽通過容器中導(dǎo)熱性能較好的中間介質(zhì)進行熱量的傳遞，其工作示意圖如圖3所示。

圖3 日本新型蒸汽發(fā)生器方案示意圖

上述新型蒸汽發(fā)生器方案由于取消SFR的二回路，減少了液態(tài)鈉壓力邊界破壞的概率，進而提高了反應(yīng)堆的安全性和經(jīng)濟性。針對上述方案，日本已完成實驗臺架的設(shè)計和建造，并針對中不同的中間介質(zhì)（如鎵Ga、鉛鉍合金Pb-Bi等）和結(jié)構(gòu)形式的傳熱特性進行了深入的研究。

但日本的方案中，中間介質(zhì)僅通過自然對流或低流速的強迫循環(huán)進行核島和常規(guī)島之間的熱量傳輸，傳熱效率相對較低，且對中間介質(zhì)的導(dǎo)熱性能要求較高，同時導(dǎo)熱性能較好的鎵由于資源有限，換熱器的制造成本相對較高。針對上述不足，韓國于2004年提出一種改進型方案，其工作示意圖如圖4所示。

圖4 韓國新型蒸汽發(fā)生器方案示意圖

相比日本方案（1987），韓國方案（2004）在中間介質(zhì)的熱量傳遞方式進行了改進，在新型蒸汽發(fā)生器中增加了一臺小型的鈉泵Pump，改中間介質(zhì)的自然對流為強迫對流，極大提高了新型蒸汽發(fā)生器的傳熱特性，同時擴展了中間介質(zhì)的選擇范圍。

近幾年，日本針對本國未來的鈉冷快堆JSFR（Japanese sodium cooled fast reactor）就新型蒸汽發(fā)生器方案又提出了一種新的概念方案，該方案將中間熱交換器IHX和一次鈉Pump泵置于一個容器中整合成一新型基于IHX-Pump的SG，針對該方案1/4比例的實驗臺架已建造完成，但有關(guān)該實驗的詳細資料及研究結(jié)果有待更一步的調(diào)研和分析。endprint

與日本、韓國等國家相比，我國目前尚未針對上述各種新型蒸汽發(fā)生器方案及與之相關(guān)的技術(shù)進行前期的研究。

3 發(fā)展前景

快堆蒸汽發(fā)生器關(guān)鍵技術(shù)研究，是快堆蒸汽發(fā)生器國產(chǎn)化設(shè)計和制造的重要研究內(nèi)容，是我國快堆技術(shù)發(fā)展的需要。蒸汽發(fā)生器對于任何一個核電站來說都是非常重要的設(shè)備，也是事故率較高的設(shè)備。掌握快堆蒸汽發(fā)生器設(shè)計和制造的關(guān)鍵技術(shù)，實現(xiàn)快堆蒸汽發(fā)生器的國產(chǎn)化，具有自主知識產(chǎn)權(quán)，對于實現(xiàn)大型快堆蒸汽發(fā)生器國產(chǎn)化和商業(yè)化，降低快堆的設(shè)備制造成本，提高我國快堆經(jīng)濟性，具有重大的意義。

開展新型蒸汽發(fā)生器以及取消快堆二回路的研究，不僅對于避免產(chǎn)生鈉水反應(yīng)，保證反應(yīng)堆安全具有重要的意義，而且對于降低反應(yīng)堆一次性建設(shè)投資費用，提高鈉冷快堆電站的經(jīng)濟性能提供有力的技術(shù)支持和保障。

參考文獻

[1]馬子云.中國實驗快堆熱傳輸系統(tǒng)及輔助系統(tǒng)[M].北京：社會科學(xué)出版社，2000：100.

[2]Thomas B. Cochran， et al. Fast Reactor Development inthe United States [J].Science & Global Security， 17：109-131， 2009.

[3]Seong-O. Kim， Sim. Yoonsub， Eui-kwang. Kim， et al. Evaluation of New Design Concepts for Steam Generators in Sodium Cooled Liquid Metal Reactors[J]. Journal of the Korean Nuclear Society， 2003， 35（2）： 121-132.

[4]Yoon Sub. Sim， Eui Kwang. Kim， Seong-O. Kim. A new LMR steam generator free from SWR with adouble tube bundle configuration [J]. Nuclear Engineering and Design， 2006，236： 1471-1480.

[5]Kim， S.O， et al.， 2003. Evaluation of new design concepts for steam generators in sodium cooled liquid metal reactor. J. KNS Korea 35 （2）， 121-132.

[6]IAEA， 1994. Fast Reactor Steam Generators with Sodium on the Tube Side： Design and Operational Parameters. IAEA-TECDOC-730， Vienna， Austria.

[7]Miyazaki， K.， et al.， 1996. Advanced IHX-SG combined FBR system designs and basic experiments. In： Proceedings of the 10th Pacific Basic Nuclear Conf.， Kobe， Japan， pp. 769-778.endprint

與日本、韓國等國家相比，我國目前尚未針對上述各種新型蒸汽發(fā)生器方案及與之相關(guān)的技術(shù)進行前期的研究。

3 發(fā)展前景

快堆蒸汽發(fā)生器關(guān)鍵技術(shù)研究，是快堆蒸汽發(fā)生器國產(chǎn)化設(shè)計和制造的重要研究內(nèi)容，是我國快堆技術(shù)發(fā)展的需要。蒸汽發(fā)生器對于任何一個核電站來說都是非常重要的設(shè)備，也是事故率較高的設(shè)備。掌握快堆蒸汽發(fā)生器設(shè)計和制造的關(guān)鍵技術(shù)，實現(xiàn)快堆蒸汽發(fā)生器的國產(chǎn)化，具有自主知識產(chǎn)權(quán)，對于實現(xiàn)大型快堆蒸汽發(fā)生器國產(chǎn)化和商業(yè)化，降低快堆的設(shè)備制造成本，提高我國快堆經(jīng)濟性，具有重大的意義。

開展新型蒸汽發(fā)生器以及取消快堆二回路的研究，不僅對于避免產(chǎn)生鈉水反應(yīng)，保證反應(yīng)堆安全具有重要的意義，而且對于降低反應(yīng)堆一次性建設(shè)投資費用，提高鈉冷快堆電站的經(jīng)濟性能提供有力的技術(shù)支持和保障。

參考文獻

[1]馬子云.中國實驗快堆熱傳輸系統(tǒng)及輔助系統(tǒng)[M].北京：社會科學(xué)出版社，2000：100.

[2]Thomas B. Cochran， et al. Fast Reactor Development inthe United States [J].Science & Global Security， 17：109-131， 2009.

[3]Seong-O. Kim， Sim. Yoonsub， Eui-kwang. Kim， et al. Evaluation of New Design Concepts for Steam Generators in Sodium Cooled Liquid Metal Reactors[J]. Journal of the Korean Nuclear Society， 2003， 35（2）： 121-132.

[4]Yoon Sub. Sim， Eui Kwang. Kim， Seong-O. Kim. A new LMR steam generator free from SWR with adouble tube bundle configuration [J]. Nuclear Engineering and Design， 2006，236： 1471-1480.

[5]Kim， S.O， et al.， 2003. Evaluation of new design concepts for steam generators in sodium cooled liquid metal reactor. J. KNS Korea 35 （2）， 121-132.

[6]IAEA， 1994. Fast Reactor Steam Generators with Sodium on the Tube Side： Design and Operational Parameters. IAEA-TECDOC-730， Vienna， Austria.

[7]Miyazaki， K.， et al.， 1996. Advanced IHX-SG combined FBR system designs and basic experiments. In： Proceedings of the 10th Pacific Basic Nuclear Conf.， Kobe， Japan， pp. 769-778.endprint

與日本、韓國等國家相比，我國目前尚未針對上述各種新型蒸汽發(fā)生器方案及與之相關(guān)的技術(shù)進行前期的研究。

3 發(fā)展前景

快堆蒸汽發(fā)生器關(guān)鍵技術(shù)研究，是快堆蒸汽發(fā)生器國產(chǎn)化設(shè)計和制造的重要研究內(nèi)容，是我國快堆技術(shù)發(fā)展的需要。蒸汽發(fā)生器對于任何一個核電站來說都是非常重要的設(shè)備，也是事故率較高的設(shè)備。掌握快堆蒸汽發(fā)生器設(shè)計和制造的關(guān)鍵技術(shù)，實現(xiàn)快堆蒸汽發(fā)生器的國產(chǎn)化，具有自主知識產(chǎn)權(quán)，對于實現(xiàn)大型快堆蒸汽發(fā)生器國產(chǎn)化和商業(yè)化，降低快堆的設(shè)備制造成本，提高我國快堆經(jīng)濟性，具有重大的意義。

開展新型蒸汽發(fā)生器以及取消快堆二回路的研究，不僅對于避免產(chǎn)生鈉水反應(yīng)，保證反應(yīng)堆安全具有重要的意義，而且對于降低反應(yīng)堆一次性建設(shè)投資費用，提高鈉冷快堆電站的經(jīng)濟性能提供有力的技術(shù)支持和保障。

參考文獻

[1]馬子云.中國實驗快堆熱傳輸系統(tǒng)及輔助系統(tǒng)[M].北京：社會科學(xué)出版社，2000：100.

[2]Thomas B. Cochran， et al. Fast Reactor Development inthe United States [J].Science & Global Security， 17：109-131， 2009.

[3]Seong-O. Kim， Sim. Yoonsub， Eui-kwang. Kim， et al. Evaluation of New Design Concepts for Steam Generators in Sodium Cooled Liquid Metal Reactors[J]. Journal of the Korean Nuclear Society， 2003， 35（2）： 121-132.

[4]Yoon Sub. Sim， Eui Kwang. Kim， Seong-O. Kim. A new LMR steam generator free from SWR with adouble tube bundle configuration [J]. Nuclear Engineering and Design， 2006，236： 1471-1480.

[5]Kim， S.O， et al.， 2003. Evaluation of new design concepts for steam generators in sodium cooled liquid metal reactor. J. KNS Korea 35 （2）， 121-132.

[6]IAEA， 1994. Fast Reactor Steam Generators with Sodium on the Tube Side： Design and Operational Parameters. IAEA-TECDOC-730， Vienna， Austria.

[7]Miyazaki， K.， et al.， 1996. Advanced IHX-SG combined FBR system designs and basic experiments. In： Proceedings of the 10th Pacific Basic Nuclear Conf.， Kobe， Japan， pp. 769-778.endprint